Большая Советская Энциклопедия (цитаты)

Корпусной реактор

Корпусной реактор (далее К) ядерный реактор, активная зона которого заключена в прочный сосуд (корпус). Теплоноситель в К чаще всего выполняет функции замедлителя (обычная или тяжелая вода, органические жидкости). В некоторых К в качестве теплоносителя и замедлителя нейтронов применяются разнородные вещества. Например, в К EDF ( используются углекислый газ и графит. Конструктивно К обычно представляют собой цилиндрический сосуд с крышкой, внутри которого размещена выемная конструкция (корзина) с активной зоной. Теплоноситель поступает снизу в активную зону, которая состоит из тепловыделяющих кассет. В активной зоне перемещаются управляющие стержни, приводы которых имеют герметичный вывод в крышке или днище корпуса. Отвод нагретого теплоносителя осуществляется через патрубки в верхней части корпуса.

  К широко используются в мировой ядерной энергетике. Это объясняется их сравнительной простотой, компактностью и высокой энергонапряженностью активной зоны. Известны К на быстрых и тепловых нейтронах, наибольшее распространение получили последние. В СССР на Нововоронежской АЭС работает К мощностью 1375 Мвт, в котором теплоносителем и замедлителем является обычная вода под давлением 12,5 Мн/м2 (125 кгс/см2). Вода в активной зоне нагревается от 269 до 300 °С и поступает в парогенераторы. Циркуляция воды — принудительная. Например, в США эксплуатируются на АЭС К с водой под давлением типа PWR ("Шиппингпорт", "Янки"), с кипящей водой типа BWR ("Дрезден", "Ойстре-Крик"). В Великобритании получили распространение корпусные графито-газовые реакторы ("Колдер-Холл", "Хинкли-Пойнт") и т. д.

  В. П. Василевский.


Для поиска, наберите искомое слово (или его часть) в поле поиска


Новости 29.03.2024 08:04:53